[3P08-13] Accident Analysis

4:00 PM - 4:15 PM JST(7:00 AM - 7:15 AM UTC)

[3P13] Thermal hydraulic evaluation affecting pressurized thermal shock by LOFT experiment analysis with TRACE code

*Riichiro Okawa¹, Masahiro Furuya^1,2 (1. CRIEPI, 2. Waseda Univ.)

Keywords:

TRACE,Pressurized thermal shock (PTS),Loss-of-fluid test (LOFT) project,Loss of coolant accident (LOCA),Reactor pressure vessel (RPV)

加圧熱衝撃(PTS)は原子炉圧力容器(RPV)の健全性を評価する上で重要な事象として認識されており、原子炉プラント内の熱水力挙動がその影響因子となっている。将来的に原子力発電所の長期間運転が志向される中、高経年化対策の技術向上と最適評価が今後重要となる。本研究では大破断冷却材喪失事故(LOCA)を模擬したLOFT試験ケースL2-5を対象に、原子炉システム解析コードTRACEを用いて事象進展解析を行い、試験結果との比較を通じて熱水力挙動がPTSの評価因子となるRPV壁の伝熱特性に及ぼす影響を評価した。